Станут ли АЭС безопасными?

После аварии на японской АЭС Фукусима-1 снова остро встал вопрос об обеспечении безопасности атомных станций. Перспективным направлением развития отрасли атомной энергетики является разработка нового поколения реакторов, на которых будет исключена возможность возникновения большинства аварийных ситуаций.

Важно, чтобы в конструкции было предусмотрено несколько независимых методов, каждый из которых по отдельности сможет привести реактор в подкритическое состояние и поддерживать это состояние при температурном режиме,  не допускающем повреждения твэлов с топливом. Но следует учитывать тот факт, что даже после полной остановки реактора, в активной зоне продолжается выделение тепла вследствие распада продуктов деления. Отвод остаточного тепловыделения, предотвращение выхода реактора в критическое состояние  и обеспечение допустимого давления в системах первого контура - задачи системы аварийного отвода тепла. Система состоит из трех каналов расхолаживания (труб), которые подведены к первому контуру в трех местах. Клапаны, отделяющие их от первого контура,  при нормальной работе находятся в закрытом состоянии благодаря давлению в первом контуре. Если давление падает, клапаны открываются, резервный запас воды попадает в контур и обеспечивает охлаждение активной зоны. Вода в каналы поступает благодаря насосам, питание которых обеспечивается автономными дизель-генераторами. В конечном счете системы аварийного охлаждения должны обеспечить отвод тепла от реактора до конечного поглотителя: атмосферы, грунтовых вод, водоемов. Неполадки в системе охлаждения стали причиной аварии на японской АЭС Фукусима-1. Все действующие реакторы станции в момент землетрясения были остановлены, для отвода от них остаточного тепла начала действовать система аварийного охлаждения. По неустановленной пока причине, дизель-генераторы, питающие эту систему, вышли из строя, а емкости аварийных аккумуляторов хватило всего на 8 часов работы. В результате реактор начал перегреваться, что привело к повреждению твэлов и частичному расплавлению ядерного топлива.

Локализующие системы предназначены для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ внутри АЭС и выхода их в окружающую среду. Основной локализующей системой является защитная оболочка реактора. Она должна быть рассчитана на максимальное давление при потере теплоносителя первого контура. Для ВВЭР наибольшее распространение получила оболочка из предварительно напряженного железобетона цилиндрической формы с проектным давлением примерно до 0,6 МПа. Для снижения давления пара в оболочке используется спринклерная система, которая распыляет из-под купола блока раствор веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Отверстие системы закрыто заглушками из легкоплавкого материала, который плавится при аварийной температуре, выпуская струи раствора. Если во время аварии в окружающую среду попали радиоактивные вещества, значит, защитная оболочка не выполнила свою функцию.

Обеспечивающие системы снабжают системы безопасности энергией, рабочей средой и создают условия для их функционирования. А управляющие системы предназначены для автоматического и дистанционного приведения в действие защитных, локализующих и обеспечивающих систем.

АЭС поколения III+

Высокий уровень безопасности должны обеспечить новые АЭС III+ поколения, хотя реакторы III+ поколения принципиально ни чем не отличаются от реакторов "обычных" АЭС. По сути, это модифицированные ВВЭР с улучшенными технико-экономическими показателями. Совершенствование систем безопасности на таких реакторах достигается применением комбинации из пассивных и высоконадежных активных систем безопасности, хорошо продуманного резервирования оборудования и четкого разделения систем, важных для безопасности. В качестве примера новейших разработок в этой области можно привести так называемую "ловушку расплава", которую планируют установить на строящейся ЛАЭС-2 с реактором ВВЭР-1200 III+ поколения (в рамках проект АЭС-2006). Устройство локализации расплава активной зоны - это специальная емкость, которая расположена под активной зоной реактора. В случае аварии с расплавлением активной зоны высокорадиоактивный топливный расплав стечет вниз и самолокализуется, что сократит масштабы аварии в силу отсутствия контакта радиоактивного топлива и окружающей среды.

Несмотря на масштабные работы по усовершенствованию технических характеристик и систем безопасности, реакторы на тепловых нейтронах даже при штатном режиме работы наносят существенный вред экологии. В связи с физикой процессов, происходящих в современных реакторах, более 99% уранового топлива не отрабатывается, то есть "выбрасывается" основная часть потенциальной электроэнергии. Кроме того, возникает проблема захоронения долгоживущего неотработанного ядерного топлива. Ядерные отходы токсичны и высокорадиоактивны и должны быть надежно изолированы в специальных саркофагах.

АЭС поколения IV

В реакторах  IV поколения проблема ядерных отходов будет решена за счет более полной отработки ядерного топлива в активной зоне, а период полураспада отходов составит всего несколько месяцев. Сегодня существует несколько лидирующих концепций реакторов нового поколения: реакторы на быстрых нейтронах и ториевые высокотемпературные реакторы. Такие реакторы смогут более 300 лет производить электроэнергию на отходах ядерного топлива АЭС "старых" поколений. Высокий уровень безопасности обеспечивается тем, что реакторы IV поколения будут работать в высокотемпературном режиме и при низком по сравнению с ВВЭР давлении, что исключит развитие большинства аварийных ситуаций. Разработки в области создания новых реакторов ведутся в крупнейших научно-исследовательских лабораториях мира. В Национальной лаборатории Айдахо уже построен экспериментальный образец интегрального реактора на быстрых нейтронах с жидким натрием в качестве замедлителя. Реактор работает на твердом топливе и может в процессе переработки ядерных отходов производить электроэнергию. Тесты показали, что системы безопасности способны остановить работу реактора даже при одновременном возникновении нескольких аварийных ситуаций. А строительство первого высокотемпературного реактора IV поколения начнется в китайской провинции Шаньдун в 2011 году. В системе охлаждения будет использован жидкий гелий, поэтому реактор сможет выдерживать температуры свыше 1600°C в течение нескольких сотен часов.

Максимчук Анна / CNews